KR101671312B1 - 다중열전대 노내핵계측기를 이용하는 중대사고후 원자로내부상태 감시시스템 및 감시방법 - Google Patents
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Abstract
본 발명은 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템으로, 원자로 내부로 삽입되어 원자로 내부의 중성자 및 온도를 측정하는 노내핵계측기; 상기 노내핵계측기에서 측정한 온도를 기반으로 원자로의 상태를 판단하는 진단부를 포함하고, 상기 노내핵계측기는 적어도 2개의 열전대를 포함하여, 원자로 노심의 각 부위별 온도감시를 통해 진행되고 있는 사고의 중대성과 진행속도로부터 중대사고 진입 및 발전소에 대한 중대한 결정을 신속히 할 수 있도록 지원하는 장점이 있다.
Description
본 발명은 원전 중대사고 대응을 위해 복수의 열전대를 포함하는 노내핵계측기를 이용하는 중대사고 후 원자로용기 내부상태 감시시스템, 원자로용기 내부상태 감시방법에 관한 것이다.
현재 원전에서 사용되는 노내핵계측기(In-Core Instrument Assembly)는 원자로 내에 설치되어 원자로 핵분열반응과정에서 발생하는 중성자를 검출하여 원자로 내 핵연로의 출력분포와 연소도를 측정하고 원자로 노심출구온도를 측정하는데 이용된다.
도 1과 도 2를 참조하면, 종래 원자로 노내핵계측기(100)는 총 길이가 35미터 정도로, 원자력 발전소의 원자로 내의 중성자량을 3차원적으로 실시간으로 측정하는 핵심적인 계측기이다. 또한 총 61개(APR1400의 경우)의 노내핵계측기가 원자로 내부에 삽입되어 원자로 노심 내부의 중성자 선속과 노심상단의 출구의 온도를 모니터링한다.
도 2를 참조하면, 기존의 노내핵계측기(100)는 중성자 검출기(20) 5개(5 가닥), 단면이 원형인 한 쌍의 케이블로 이루어져, 노심 출구의 온도를 측정하는 열전대(10) 1 개(2가닥)(10a, 10b), 검출기 신호의 보정을 위한 백그라운드(background) 검출기(30) 1개(1 가닥), 그 외 필러 케이블(Filler cable)(40) 8개(8 가닥)으로 구성된다. 여기서, 열전대(10), 백그라운드 검출기(30), 필러 케이블(40) 각각은 길이와 직경이 대략 동일하다.
도 1을 참조하면, 노내핵계측기(100)는 가이드 튜브(5)를 통해 원자로(1) 내부에 삽입된다.
도 1 내지 도 2를 참조하면, 종래의 노내핵계측기(100)는 끝단에 유일하게 존재하는 K 형(K-type) 열전대를 이용하여 노심 출구 온도(650 기준)를 기준으로 중대사고 진입요건으로 삼고 있다.
즉, 종래의 노내핵계측기(100)는 노심 상단(2a)의 온도만을 측정하고 있어, 만일에 발생할 수 있는 중대사고 발생 시 노심 상단(2a) 손상 시 노심온도 정보를 전적으로 상실하며, 노심 전체(중단, 하단)의 냉각, 과열, 산화 및 손상 상태와 노심 아래의 원자로용기 하부공동(1a) 및 원자로용기 하부헤드(1b)의 노심용융물의 재배치 및 원자로용기 이탈 상태를 감시하기 위한 직접적인 온도분포 계측이 불가능하다. 따라서 중대사고 최적 대응을 위한 원자로용기 내부 상태파악 및 냉각 및 수소제거 등 사고대응 전략수립이 어렵다.
본 발명은 중대사고 발생 시 원자로 노심의 각 부위별 노심의 냉각(Cooling)과 과열(Overheating) 상태를 감시하고 원자로용기의 수위를 감시할 수 있는 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법을 제공하는 데 그 목적이 있다.
또한, 본 발명은 중대사고 발생 시 원자로 노심의 각 부위별 노심과 증기 간 수화반응에 따라 발생하는 산화(Oxidation) 상태 및 노심의 정상적인 형상(Geometry)을 유지할 수 없는 손상(Bad Damage)상태를 감시할 수 있는 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법을 제공하는 데 그 목적이 있다.
또한, 본 발명은 중대사고 발생 시 노심의 각 부위별 산화량으로부터 원자로 폭발 가능성이 있는 수소의 발생량을 감시할 수 있는 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법을 제공하는 데 그 목적이 있다.
또한, 본 발명은 중대사고 발생 후 시간경과에 따른 노심용융물의 원자로용기 하부공동에 재배치된 상태 및 노심용융물의 하부헤드 이탈 위협 상태를 감시할 수 있는 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법을 제공하는 데 그 목적이 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 배치된 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템은 원자로 내부로 삽입되어 원자로 내부의 중성자 및 온도를 측정하는 노내핵계측기;상기 노내핵계측기에서 측정한 온도를 기반으로 원자로의 상태를 판단하는 진단부를 포함하되,상기 노내핵계측기는 적어도 2개의 열전대를 포함하고,상기 노내핵계측기는 상기 원자로 내부에 적어도 2개가 일정 간격으로 삽입되어 배치된다.
또한, 상기 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템에서 상기 적어도 2개의 열전대는 길이방향을 따라 높이가 서로 다르게 형성될 수 있다.
또한, 상기 진단부는 상기 적어도 2개의 열전대에서 측정한 온도에 기반하여 노심의 손상여부, 손상된 노심의 위치, 상기 원자로에서 발생한 수소발생량, 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나를 판단할 수 있다.
또한, 상기 노심의 손상여부, 상기 손상된 노심의 위치 및 상기 원자로에서 발생한 수소발생량 중 적어도 하나를 판단하는 경우에는 노심물질의 산화(Oxidation)와 고온에 노출된 시간에 기반하여 판단할 수 있다.
또한, 상기 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나는 상기 원자로 하부의 하부공동 또는 하부헤드의 온도에 기반할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 노내핵계측기를 이용하여, 원자로 내부 상태를 감시하는 방법은 (A) 노내핵계측기에 적어도 2개의 열전대를 배치하는 단계; (B) 상기 적어도 2개의 열전대를 길이방향을 따라 서로 상이한 높이로 배치하는 단계; (C) 적어도 2 개의 상기 노내핵계측기를 상기 원자로 내부에 삽입하는 단계; 및 (D) 상기 열전대를 통해 서로 상이한 높이의 상기 원자로 내부의 온도를 측정하는 단계를 포함할 수 있다.
또한, 상기 중대사고후 원자로 감시방법은 (E) 상기 (D) 단계에서 측정된 원자로 내부의 온도에 기반하여, 상기 노심의 손상여부, 손상된 노심의 위치, 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나를 판단하는 단계를 더 포함할 수 있다.
또한, 상기 노심의 손상여부, 상기 손상된 노심의 위치 및 상기 원자로에서 발생한 수소발생량 중 적어도 하나를 판단하는 경우에는 노심물질의 산화(Oxidation)와 고온에 노출된 시간에 기반할 수 있다.
또한, 상기 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나를 판단하는 경우에는 상기 원자로 하부의 하부공동 또는 하부헤드의 온도에 기반할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법은 원자로 노심의 각 부위별 온도와 원자로용기 수위 감시를 통해 진행되고 있는 사고의 중대성과 진행속도로부터 중대사고 진입 및 발전소에 대한 중대한 결정을 신속히 할 수 있도록 지원하는 장점이 있다.
또한, 본 발명의 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법은 원자로 노심의 각 부위별 온도감시를 통해 중대사고 초기에 사용하는 노심출구온도 계측기 상실 시에도 원자로 내부에 대한 온도 정보를 제공하는 장점이 있다.
또한, 본 발명의 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법은 원자로 노심의 각 부위별 온도감시를 통해 해당 부위의 냉각 또는 과열에 대한 여부와 속도를 파악할 수 있어 원자로 안전기능인 노심냉각기능에 대한 위협을 판단하고 이미 이행중인 안전조치가 효과를 발휘하는지 여부를 판단할 수 있는 정보를 제공하는 장점이 있다.
또한, 본 발명의 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법은 원전에서 중대사고 발생할 경우 원자로 노심이 각 부위별 손상상태로부터 노심냉각을 위한 원자로내로의 냉각재 투입운전이 효과가 있을 지 여부를 판단할 수 있는 정보를 제공하는 장점이 있다.
또한, 본 발명의 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법은 원전에서 중대사고 발생할 경우 원자로 노심의 산화로 부터 발생한 수소량을 활용하여 원자로격납건물 내 수소제거운전과 수소폭발을 방지하는데 필요한 정보를 제공하는 장점이 있다.
또한, 본 발명의 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템 및 감시방법은 중대사고 시간경과에 따른 노심용융물의 원자로용기 하부공동에 재배치된 상태 및 노심용융물의 원자로용기 하부헤드 이탈위협 상태를 활용하여 원자로 외부냉각운전의 착수시점을 최적으로 결정하여 노심용융물이 원자로용기 방벽 내에 가둘 수 있는 장점이 있다.
도 1은 원자로 노심에 종래의 노내핵계측기가 설치된 것을 도시한 것이다.
도 2는 종래의 노내핵계측기의 종단면도를 도시한 것이다.
도 3 내지 도 5는 본 발명의 제1 실시예에 따른 원자로 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템을 도시한 것이다.
도 6은 본 발명의 제2 실시예에 따른 원자로 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템을 도시한 것이다.
도 2는 종래의 노내핵계측기의 종단면도를 도시한 것이다.
도 3 내지 도 5는 본 발명의 제1 실시예에 따른 원자로 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템을 도시한 것이다.
도 6은 본 발명의 제2 실시예에 따른 원자로 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템을 도시한 것이다.
발명은 다양한 변경을 가할 수 있고 여러 가지 실시예를 가질 수 있는 바, 특정 실시예들을 도면에 예시하고 상세한 설명에 상세하게 설명하고자 한다. 그러나, 이는 본 발명을 특정한 실시 형태에 대해 한정하려는 것이 아니며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다. 각 도면을 설명하면서 유사한 참조부호를 유사한 구성요소에 대해 사용하였다.
제1, 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 의해 한정되어서는 안 된다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로만 사용된다. 예를 들어, 본 발명의 권리 범위를 벗어나지 않으면서 제1 구성요소는 제2 구성요소로 명명될 수 있고, 유사하게 제2 구성요소도 제1 구성요소로 명명될 수 있다. 및/또는 이라는 용어는 복수의 관련된 기재된 항목들의 조합 또는 복수의 관련된 기재된 항목들 중의 어느 항목을 포함한다.
어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "연결되어" 있다거나 "접속되어"있다고 언급된 때에는, 그 다른 구성요소에 직접적으로 연결되어 있거나 또는 접속되어 있을 수도 있지만, 중간에 다른 구성요소가 존재할 수도 있다고 이해되어야 할 것이다. 반면에, 어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "직접 연결되어"있다거나"직접 접속되어"있다고 언급된 때에는, 중간에 다른 구성요소가 존재하지 않는 것으로 이해되어야 할 것이다.
본 출원에서 사용한 용어는 단지 특정한 실시예를 설명하기 위해 사용된 것으로, 본 발명을 한정하려는 의도가 아니다. 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다. 본 출원에서, "포함하다"또는 "가지다" 등의 용어는 명세서상에 기재된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 감시의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것들의 존 재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.
이하, 첨부한 도면들을 참조하여, 본 발명의 바람직한 실시예를 보다 상세하게 설명하고자 한다. 이하, 도면상의 동일한 구성요소에 대해서는 동일한 참조부호를 사용하고 동일한 구성요소에 대해서 중복된 설명은 생략한다.
도 3 내지 도 6은 본 발명의 일 실시예에 따른 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템(1000)을 도시한 것이다. 도 3 내지 도 6을 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템은 노내핵계측기(100'), 진단부(200)를 포함할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 노내핵계측기(100')는 원자로(1) 내부로 삽입되어 원자로(1) 내부의 중성자 및 온도를 측정한다. 여기서, 노내핵계측기(100')는 적어도 2개의 열전대(제1 열전대, 제2 열전대.. 제5 열전대)를 포함한다. 또한, 상기 적어도 2개의 열전대(11, 12, 13, 14, 15)는 길이방향을 따라 높이가 다르게 형성되어 노심(2)의 상부 뿐만 아니라, 중부 및/또는 하부 각각의 온도를 측정할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 상기 노내핵계측기(100')는 적어도 2개가 원자로(1) 내부에 삽입되며, 원자로 노심(2)에 일정 간격으로 배치될 수 있다. 도 3 내지 도 6을 참조하면, 노내핵계측기(100')는 원자로 하부에 설치된 가이드 튜브(5)를 통해 원자로 내부에 삽입될 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 진단부(200)는 노내핵계측기(100') 내에 포함된 열전대(11, 12, 13, 14, 15)에서 측정한 온도를 기반으로 원자로(1)의 상태를 판단할 수 있다. 도 3을 참조하면, 노내핵계측기(100') 끝단과 연결되는 별도의 전송 케이블(300)이 설치되어, 온도 정보가 이 전송 케이블(300)을 통해 노내핵계측기(100')로부터 진단부(200)까지 전달될 수 있다.
바람직하게는 상기 진단부(200)는 노심(2)의 냉각, 과열, 산화, 손상 및 용융 상태(위치, 정도), 노심 용융물의 원자로용기 하부공동(1a) 재배치 상태, 노심 용융물의 원자로용기 하부헤드(1b) 이탈 위협 중 적어도 하나를 판단할 수 있다.
본 발명의 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템(1000)은 적어도 2개의 노내핵계측기(100')를 포함할 수 있다. 본 발명의 일 실시예에 따른 노내핵계측기(100')는 노심(2)에 설치될 수 있다. 본 발명의 일 실시예에 따른 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템(1000)의 경우, 노내핵계측기(100')가 원자로(1) 내부에 총 61개가 삽입될 수 있다.
도 3 내지 도 6을 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 노내핵계측기(100')는 기존의 노내핵계측기(100')에 필요한 수만큼 열전대(10)를 추가하여, 적어도 2 개의 열전대(11, 12, 13, 14, 15)를 포함한다.
도 3과 도 5를 참조하면, 본 발명의 제1 실시예에 따른 노내핵계측기(100')는 열전대를 추가로 배치하여 총 2 개의 열전대를 포함할 수 있다. 도 3을 참조하면, 노내핵계측기(100')에 포함된 열전대의 중 상부 열전대(11)의 경우는 종래 노내핵계측기와 동일하게 노심 최상단(2a)의 온도를 측정하고 하부 열전대(15)는 노심의 아래쪽에 위치한 원자로용기 하부공동(1a)에 설치하여 원자로용기 하부공동(1a)의 온도를 센싱할 수 있다. 또는 도 4를 참조하면, 노내핵계측기(100')에 포함된 열전대의 중 상부 열전대(11)의 경우는 종래 노내핵계측기와 동일하게 노심 최상단(2a)의 온도를 측정하고 하부 열전대(15)는 노심의 아래쪽에 위치한 원자로용기 하부헤드(1b)에 설치하여, 원자로용기 하부헤드(1b)의 온도를 측정할 수 있다. 또는, 도 5를 참조하면, 서로 이웃하는 각각의 노내핵계측기(101, 102)마다 2개의 열전대를 포함할 수 있다. 이 경우, 각각의 상부 열전대(11)는 종래 노내핵계측기와 동일하게 노심 최상단(2a)의 온도를 측정하되, 제1 노내핵계측기(101)에 포함된 하부 열전대(15)는 노심의 아래쪽에 위치한 원자로용기 하부공동(1a)에 설치하여 원자로용기 하부공동(1a)의 온도를 측정할 수 있도록 하고, 제2 노내핵계측기(102)에 포함된 하부 열전대(15)는 노심의 아래쪽에 위치한 원자로용기 하부헤드(1b)에 설치하여, 원자로용기 하부헤드(1b)의 온도를 측정할 수 있다.
도 6을 참조하면, 본 발명의 제2 실시예에 따르면, 적어도 2개(도 6에는 5개로 도시됨)의 노내핵계측기(103, 104)를 포함할 수 있다. 이 경우, 서로 이웃한 노내핵계측기(103, 104)에 포함된 각각의 상부 열전대(11)는 종래 노내핵계측기(100)와 동일하게 노심 최상단(2a)의 온도를 측정하고, 하부 열전대(15, 15')는 노심의 아래쪽에 위치한 원자로용기 하부공동(1a) 또는 원자로용기 하부헤드(1b)에 교차로 설치하여, 원자로용기 하부공동(1a) 또는 원자로용기 하부헤드(1b)의 온도를 측정할 수 있다. 예컨대, 제1 노내핵계측기(103)에 설치된 하부 열전대(15)는 원자로용기 하부공동(1a)의 온도를 측정하고, 제2 노내핵계측기(104)에 설치된 하부 열전대(15')는 원자로용기 하부헤드(1b)의 온도를 측정하도록 서로 교차될 수 있는 높이로 설치될 수 있다.
도 6을 계속 참조하면, 본 발명의 제2 실시예에 따른 노내핵계측계측기(103, 104)에 포함된 열전대 중 노심 내부에 위치한 열전대(12,13, 12' 13')는 주변 온도를 빠르게 측정하도록 가이드 튜브(5)와 노내핵계측기(103,104)의 물리적 접촉을 형성하는 가이드 튜브(5)의 딤플(Dimple)에 인접하게 배치될 수 있다.
도 6을 계속 참조하면, 각각의 열전대는 노심(2) 내에서 대표하는 공간의 크기가 가장 균등하고 공간의 모양이 구형에 가장 근접하게 설치되어, 노심(2) 내 서로 상이한 높이에서의 온도를 측정할 수 있다. 예를들어, 노심의 높이가 162인치인 APR1400의 원자로 내 제1 노핵계측기(103)에 열전대가 5개(11, 12, 13, 14, 15)가 포함되고 제2 노내핵계측기(104)에 열전대가 5개(11, 12, 13',14, 15')가 포함되어 있다면, 제1 노내핵계측기(103) 및 제2 노내핵계측기(104)에 포함된 제1 열전대(11)는 모두 노심 상단(2a)에 설치될 수 있다. 제1 노내핵계측기(103)에 포함된 제2 열전대(12)는 가이드 튜브(5) 상단 딤플 위치에 설치되고, 제3 열전대(13)는 가이드 튜브(5) 하단 딤플 위치에, 제4 열전대(14)는 노심 하단(2b)에 설치될 수 있다. 제2 노내핵계측기(104)에 포함된 제2 열전대(12')는 제1 노내핵계측기(103)에 포함된 제2 열전대(12)와 제3 열전대(13) 사이의 높이에 설치되고, 제2 노내핵계측기(104)에 포함된 제3 열전대(13')는 제1 노내핵계측기(103)에 포함된 제3 열전대(13)와 제4 열전대(14) 사이에 배치되고, 제2 노내핵계측기(104)에 포함된 제4 열전대(14)는 제1 노내핵계측기(103)에 포함된 제4 열전대와 동일하게 노심 하단(2b)에 설치될 수 있다. 이와 같이 본 발명의 제2 실시예에 따르면, 서로 이웃한 제1 노내핵계측기(103)와 제2 노내핵계측기(104) 각각에 포함된 제2 열전대(12, 12')와 제3 열전대(13, 13')의 높이가 서로 교차되도록 배치되어 별도의 열전대를 더 추가하지 않더라도 높이에 따른 노심(2) 내 온도 센싱의 신뢰도를 높일 수 있는 장점이 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 열전대는 K형 열전대로, 측정지점에서의 0~1260까지 센싱할 수 있다. K형 열전대는 서로 다른 이종 금속(크로멜, 알루멜)의 끝을 접합한 열전대로, 열을 가한 반대편 끝단에 온도에 따라 미세한 기전력이 발생하며 이를 센싱하여 온도를 측정할 수 있다. 따라서, 본 발명의 일 실시예와 같이, 적어도 2개의 K형 열전대를 길이방향을 따라 높이를 서로 다르게 배치하면(열전대의 길이가 서로 상이하면), 상이한 높이에서의 온도를 측정할 수 있다.
기존의 노핵계측기는 노심 상단(2a)의 온도만을 측정하여 나머지 노심(2)과 원자로용기 아래의 원자로용기 하부공동(1a) 또는 원자로용기 하부헤드(1b)에 대한 온도 제대로 제공할 수 없었고, 따라서 전문가들에 의한 원자로 외부의 상황으로부터 내부의 상태를 추정이 필요하고 이 과정에서 추정에 대한 이견조정, 추정작업을 위해 시간이 소요되고 또한 추정결과의 오류 문제가 발생할 수 있다.
본 발명의 노내핵계측기(100')는 노심 하부부터 노심 상부까지 온도를 측정하고 냉각, 과열, 산화 및 손상 위치 상태를 제공하여 사고의 중대성, 악화속도, 사고위치 등을 판단할 수 있어 중대사고에 대응에 있어 원자로 내 상황과 안전기능의 위협을 정확히 파악하여 적절한 조치를 적기에 이행하여 중대사고로 인한 안전위협을 최소화 할 수 있다. 특히 노심 각 부위에 대한 온도 및 온도 추이로부터 1) 원자로 노심냉각의 적절성 판단, 2) 원자로내 수위 추정, 3) 원자로 노심 산화 및 손상의 정도를 기반으로 원자로 내부를 통해 노심냉각의 적용타당성 판단, 4) 노심 산화정도를 기반으로 폭발의 위험이 있는 수소발생량을 추정할 수 있는 장점이 있다. 아울러 원자로용기 하부의 하부공동(1a) 및 하부헤드(1b)의 열전대(15) 온도분포로부터 중대사고 시간경과에 따른 노심용융물의 노심하부 노심용융물 배치상태를 파악함으로써 노심용융물의 원자로용기 이탈에 대한 위협과 시기를 판단하여 원자로 외부냉각을 통한 원자로 건전성 확보 등 중대사고 완화전략 수행을 위한 대책수립 마련을 위한 중요정보를 제공할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 진단부(200)는 노심(2)의 손상을 노심물질의 산화(Oxidation)과 고온에 노출된 시간에 따라 판단할 수 있다. 특정 열전대의 대표 공간의 수화반응의 지르크알로이 산화량과 이에 수반하여 발생하는 수소량은 사고 후 해당 열전대의 온도와 해당온도에 노출된 시간 그리고 원자로용기 수위로부터 도출된 증기 농도를 입력으로 하는 수화반응식을 이용하여 계산한다. 수화반응에 의해 모든 지르크알로이가 산화정도와 노심의 온도 추이를 이용하여 그 대표공간의 노심손상 정도를 추정할 수 있으며 또한 원자로(1)에서 발생한 전체 수소발생량은 각 열전대(11, 12, 13, 14, 15)의 대표공간 내에서 발생한 수소량을 합산하여 결정한다.
본 발명의 일 실시예에 따르면, 노내핵계측기(100')는 원자로(1)에 50개 내지 70 개 삽입될 수 있다. 현재 국내 가동중인 원전(APR1400)의 경우에는 61개의 노내핵계측기(100')를 원자로에 삽입할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따르면 노심(2)에 속한 열전대들(11, 12, 13, 14) 각각은 노심 내에서 인접한 타 열전대와 동거리 규칙에 따라 형성되는 소정의 공간을 가지며 이를 특정 열전대의 대표공간이라고 정의하며 해당 대표공간에 포함된 수화반응을 일으키는 연료피복재량이 함께 정의된다.
본 발명의 일 실시예에 따른 중대사고후 원자로 감시방법은 노내핵계측기에 적어도 2개의 열전대를 배치하는 단계, 상기 적어도 2개의 열전대를 길이방향을 따라 서로 상이한 높이로 배치하는 단계, 적어도 2 개의 상기 노내핵계측기를 원자로에 삽입하는 단계, 상기 열전대를 통해 노심의 온도를 측정하는 단계를 포함할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 중대사고후 원자로 감시방법은 열전대를 통해 서로 상이한 높이의 상기 원자로 내부의 온도를 측정하는 단계에서 측정된 원자로 내부의 온도에 기반하여, 상기 노심의 손상여부, 손상된 노심의 위치, 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나를 판단하는 단계를 더 포함할 수 있다.
여기서, 노심의 손상여부, 상기 손상된 노심의 위치 및 상기 원자로에서 발생한 수소발생량 중 적어도 하나는 노심물질의 산화(Oxidation)와 고온에 노출된 시간에 기반할 수 있다. 이와 관련된 설명은 위에서 자세히 하였으므로 생략한다.
또는, 상기 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나는 상기 원자로 하부의 하부공동 또는 하부헤드의 온도에 기반할 수 있다. 이와 관련된 설명 역시 위에서 자세히 하였으므로 생략한다.
1000: 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템
1: 원자로용기
1a: 원자로용기 하부공동
1b: 원자로용기 하부헤드
2: 노심
5: 가이드 튜브
100, 100', 101, 102, 103, 104: 노내핵계측기
10: 열전대
11: 제1 열전대, 12: 제2 열전대,
13: 제3 열전대, 14: 제4 열전대,
15: 제5 열전대,
20: 중성자 검출기
30: 백그라운드 검출기
40: 필러 케이블
200: 진단부
300: 전송 케이블
1: 원자로용기
1a: 원자로용기 하부공동
1b: 원자로용기 하부헤드
2: 노심
5: 가이드 튜브
100, 100', 101, 102, 103, 104: 노내핵계측기
10: 열전대
11: 제1 열전대, 12: 제2 열전대,
13: 제3 열전대, 14: 제4 열전대,
15: 제5 열전대,
20: 중성자 검출기
30: 백그라운드 검출기
40: 필러 케이블
200: 진단부
300: 전송 케이블
Claims (9)
- 원자로 내부로 삽입되어 원자로 내부의 중성자 및 온도를 측정하는 노내핵계측기;
상기 노내핵계측기에서 측정한 온도를 기반으로 원자로의 상태를 판단하는 진단부를 포함하되,
상기 노내핵계측기는 적어도 2개의 열전대를 포함하고,
상기 노내핵계측기는 상기 원자로 내부에 적어도 2개가 일정 간격으로 삽입되어 배치되어 있으며,
상기 적어도 2개의 열전대는 길이방향을 따라 높이가 서로 다르게 형성되어 있으며,
상기 진단부는 상기 적어도 2개의 열전대에서 측정한 온도에 기반하여 노심의 손상여부, 손상된 노심의 위치, 상기 원자로에서 발생한 수소발생량, 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나를 판단하며,
상기 노심의 손상여부, 상기 손상된 노심의 위치 및 상기 원자로에서 발생한 수소발생량 중 적어도 하나를 판단하는 경우에는 노심물질의 산화(Oxidation)와 고온에 노출된 시간에 기반하여 판단하는 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템. - 삭제
- 삭제
- 삭제
- 제1항에 있어서,
상기 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나는 상기 원자로 하부의 하부공동 또는 하부헤드의 온도에 기반하는 중대사고후 원자로 내부상태 감시시스템. - 노내핵계측기를 이용하여, 중대사고 후 원자로를 감시하는 방법에 있어서,
(A) 노내핵계측기에 적어도 2개의 열전대를 배치하는 단계;
(B) 상기 적어도 2개의 열전대를 길이방향을 따라 서로 상이한 높이로 배치하는 단계;
(C) 적어도 2 개의 상기 노내핵계측기를 상기 원자로 내부에 삽입하는 단계; 및
(D) 상기 열전대를 통해 서로 상이한 높이의 상기 원자로 내부의 온도를 측정하는 단계를 포함하며,
(E) 상기 (D) 단계에서 측정된 원자로 내부의 온도에 기반하여, 노심의 손상여부, 손상된 노심의 위치, 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나를 판단하는 단계를 더 포함하며,
상기 노심의 손상여부, 상기 손상된 노심의 위치 및 상기 원자로에서 발생한 수소발생량 중 적어도 하나를 판단하는 경우에는 노심물질의 산화(Oxidation)와 고온에 노출된 시간에 기반하는 중대사고후 원자로 감시방법. - 삭제
- 삭제
- 제6항에 있어서,
상기 노심 용융물의 재배치 상태, 노심 용융물의 상기 원자로 관통시점 중 적어도 하나를 판단하는 경우에는 상기 원자로 하부의 하부공동 또는 하부헤드의 온도에 기반하는 중대사고후 원자로 감시방법.
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| CN201510526899.5A CN105387948A (zh) | 2014-08-25 | 2015-08-25 | 多热电偶堆芯仪表组件以及监测核反应堆的系统和方法 |
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| CN113409971B (zh) * | 2021-05-28 | 2024-03-22 | 中国原子能科学研究院 | 核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100960228B1 (ko) | 2009-12-30 | 2010-06-01 | 주식회사 우진 | 고정형 노내핵계측기 |
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|---|---|---|---|---|
| JPH1039083A (ja) * | 1996-07-18 | 1998-02-13 | Toshiba Corp | 炉内情報監視装置 |
| KR101484000B1 (ko) * | 2012-05-04 | 2015-01-19 | 한국수력원자력 주식회사 | 노심감시 및 노심보호 융합형 노내계측기 집합체 |
| KR101376704B1 (ko) | 2012-07-12 | 2014-03-21 | 주식회사 우진 | 중성자 선속 검출 민감도가 개선된 노내 계측기 |
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2014
- 2014-08-25 KR KR1020140111106A patent/KR101671312B1/ko active Active
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100960228B1 (ko) | 2009-12-30 | 2010-06-01 | 주식회사 우진 | 고정형 노내핵계측기 |
| KR101034386B1 (ko) | 2010-09-28 | 2011-05-16 | 주식회사 창성에이스산업 | 다중 위치 온도 측정 케이블 |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR102508733B1 (ko) | 2021-12-29 | 2023-03-14 | 유저스(주) | 즉발형 노내핵계측기 신호 보정 시스템 및 그 방법 |
| KR20230105948A (ko) | 2022-01-05 | 2023-07-12 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자력발전소의 중대사고시 노심용융물에 냉각수를 공급하는 공급 시스템 및 이를 이용한 냉각수 공급 방법 |
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| PE0902 | Notice of grounds for rejection |
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